IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析

由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。     

一体化压水堆强迫循环转自然循环过渡过程特性分析

针对一体化压水堆核动力装置,以核动力装置瞬态最佳估算程序RELAP5/MOD3为基础,采用两群三维时空中子动力学模型替代点堆模型,并建立三维空间内中子物理与热工水力的耦合模型,研制相应的计算程序。对一体化核动力装置强迫循环向自然循环转换过程进行仿真模拟。在过渡过程中,一体化压水堆核动力装置反应堆功率变化幅度较大,冷却剂流量的变化对一回路温度影响较大。     

螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案,其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,利用FLUENT软件,采用一种分区段计算方法,通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性,分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性,获得了其速度、温度以及压力场的计算数据,为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。      

采用OTSG的一体化核动力装置运行协调性分析与仿真

以采用直流蒸汽发生器(OTSG)的小型核动力装置(MRX)为研究对象,基于堆芯和蒸汽发生器等主要部件的数学模型,按照MRX控制方案设计双恒定运行的控制方法,以实现装置在功率变化时的快速跟踪响应。Matlab/Simulink软件仿真结果显示MRX系统的控制方案是有效的,二回路系统的动作时间相对较长,给水流量变化的速度低于一回路负荷的变化,在实际应用中应考虑采用快速响应的电动泵。     

基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器（OTSG）稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明：稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。     

船用核动力装置稳态运行方式探讨

根据船用核动力装置运行的特点，在分析研究冷却剂平均温度和蒸汽压力恒定的所谓“双恒定”运行方式的基础上，提出了在装置运行的低负荷区域保持冷却剂平均温度和蒸汽压力恒定的“准恒定”运行方式，分析了其稳态运行特性。     

核动力装置通用化、系列化、组合化(模块化)可行性简析

1概述核动力装置是一种以核反应堆为动力源的动力装置，它的功能是将核裂变的裂变能转化为机械能。接反应堆工作方式的不同一般可分为；压水堆、沸水堆、气冷难。重水难等。按核动力装置用途的不同可分为：电站用核动力装置、船舶用核动力装置、空间核动力装置等。本文所分析的核动力装置特指用于舰船推进的压水型核动力装置。压水型核动力装置是目前世界上最广泛使用的一种核动力装置，我国现有的电站及舰船用核动力装置也均为压水型。目前世界上用于舰船的压水型核动力装置主要有分散布置式和一体化式两种。根据产品“三化”功能分解的原…     

船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究

讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。     

小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明：对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10^-6(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。     

套管式直流蒸汽发生器负荷跟动态特性分析

新型核动力装置采用紧凑型的套管式直流蒸汽发生器,根据传热特点,对其热工特性进行了分析。采用主冷却剂平均温度不变和二回路侧蒸汽压力不变的双恒定运行方案及经典PID控制器和负荷跟随运行模式,结合SCDAP/RELAP5/MOD3.4程序,研究了套管式直流蒸汽发生器的动态特性,分析了降负荷时套管式直流蒸汽发生器的动态响应过程。结果表明,通过优化PID控制器参数,对给水流量进行精确控制,可满足蒸汽压力恒定的控制策略,实现双恒定运行方案,使一、二回路的运行达到较好的协调;套管式直流蒸汽发生器升降功率速度快,蒸汽压力稳定,且动态响应时间短。     

Instability of OTSG in movable NPP by using multivariable frequency domain method

The instability occurring in OTSG (Once-Through Steam Generator) of movable nuclear power plants is presented by a multivariable frequency domain theory. As concenung coupling interactions of OTSG tubing, it is more efficient for analyzing the instability of OTSG compared the common single variable method. A mathematical model for the system is derived from the fundamental equations by using the perturbation, Laplace-transform and the nodalization techniques. The stable boundary and parameters which influence the stability of the system are evaluated through computer simulation. Numerical examples are given in the paper and the predictions of the model agree with the experimental results well.     

The influence of ocean conditions on thermal-hydraulic characteristics of a passive residual heat removal system

There are many differences between the flow and heat transfer characteristics of nuclear reactors under ocean and land-based conditions for the effects of ocean waves. In this paper, thermal hydraulic characteristics of a passive residual heat removal system (PRHRS) for an integrated pressurized water reactor (IPWR) in ocean environment were investigated theoretically. A series of reasonable theoretical models for a PRHRS in an IPWR were established. These models mainly include the core, once-through steam generator, nitrogen pressurizer, main coolant pump, flow and heat transfer and ocean motion models. The flow and heat transfer models are suitable for the core with plate-type fuel element and the once-through steam generator with annular channel, respectively. A transient analysis code in FORTRAN 90 format has been developed to analyze the thermal–hydraulic characteristics of the PRHRS under ocean conditions. The code was implemented to analyze the effects of different ocean motions on the transient thermal-hydraulic characteristics of PRHRS. It is found that the oscillating amplitudes and periods of the system parameters are determined by those of the ocean motions. The effect of rolling motion is more obvious than that of pitching motion when the amplitudes and periods of rolling and pitching motions are the same. The obtained analysis results are significant to the improvement design of the PRHRS and the safety operation of the IPWR.     

一体化压水堆发展前景

简要介绍了一体化压力堆研究、开发和应用的历史和现状。并详细论述一分析了一体化压水堆的技术基础，经济竞争力及其应用前景。分析结果表明：一体化压水堆在技术上是比较成熟的，在经济上是可行的，在应用前景方面前途是广阔的。     

钠冷快堆直流式蒸汽发生器固定网格与滑移网格模型对比分析

根据钠冷快堆核电厂直流式蒸汽发生器(OTSG)的热工水力特性,基于固定网格模型和滑移网格模型编制了OTSG瞬态分析程序OTAC。对美国能源技术工程中心(ETEC)的OTSG停闭实验进行了模拟,并将计算值与实验值作了对比分析。结果发现,两种模型的计算值与实验值吻合较好,其中固定网格模型只有在网格数目足够多时才能避免计算结果的突跳,而滑移网格模型可在较少网格数目下取得很好的计算效果,提高了数值稳定性,避免了计算结果的不连续。     

SBLOCA long term cooling procedure for the integral type PWR

An advanced integral-type pressurized water reactor (IPWR) with a maximum thermal power of 65 MW has been developed at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). This 65 MW IPWR enhances the safety and reliability by adopting inherent safety design characteristics and an advanced passive design feature.     

固定边界与移动边界直流蒸汽发生器模型的比较

介绍了一种直流蒸汽发生器的可移动边界模型。该模型按流体相的不同把蒸汽发生器划分为过冷区、两相区和过热区 3个部分。利用该模型编制了直流蒸汽发生器的瞬态热工水力分析程序。编制了固定边界模型的仿真程序。与试验数据及固定边界模型计算结果比较 ,表明可移动边界模型同时具有计算速度快和精度高的特点 ,是直流蒸汽发生器动态仿真的一种比较理想的模型     

模块式小堆超压风险及设计优化研究

模块式小堆采用带直流蒸汽发生器（OTSG）的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统（RCS）可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。     

蒸汽发生器U型管单相流动不稳定性分析

自然循环条件下,蒸汽发生器并联U型管束内存在单相流动不稳定性,部分U型管内存在倒流现象,对反应堆非能动安全产生负面影响。本文通过对基本守恒方程无量纲处理,采用线性扰动分析理论,获得了Ｕ型管内流动不稳定性判断准则(特征格拉晓夫数)。结果表明,当U型管格拉晓夫数高于特征格拉晓夫数时,管内流动是不稳定的,会出现倒流现象。以某型蒸汽发生器为对象,对U型管束流动不稳定性进行判断,通过与现有判别方法进行对比,验证了建立的U型管内流动不稳定性的判别方法。在此基础上,分析了蒸汽发生器一次侧流体入口密度对倒流现象的影响,发现当入口密度降低时,倒流现象更容易发生。本文结论可为蒸汽发生器优化设计提供一定的理论支持。     

直流蒸汽发生器稳态流动沸腾实验研究

一体化压水堆通常采用直流蒸汽发生器,对直管直流蒸汽发生器在稳态条件下的流动沸腾特性进行了理论分析和实验研究,理论分析采用更为细致的两相区分区段计算模型,在两个不同的工况下进行了流动沸腾实验,结果证明了理论计算模型的合理性和可信性。